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摘要：本文对定期安全审查之设备合格鉴定要素审查方法进行了研究，通过设备鉴定清单、鉴定设备的实际状态及设备合格鉴定维护措施三个专题的审查，既满足导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）规定要求，又方便审查过程操作，提高审查的有效性。
关键词：定期安全审查；设备鉴定；鉴定清单；经验反馈
在世界范围内，核电厂建造已近50 年历史，所建造的运行核电厂已积累了大量正、反两方面的运行和管理经验。此外，在经历了三哩岛和切尔诺贝利核电厂事故后，对核电厂的安全要求和标准有了较大提高。目前世界上正在运行的核电机组中有75%以上机组运行时间达到或超过20年，25%以上机组运行时间达到或超过30 年，大部分核电机组都面临着不同程度的老化问题。为此一些先进国家对核电厂已进行或完成系统性的重新评价，或者稱为定期的安全审查（PSR）。这种评价的目的在于找出核电厂存在的弱项并予改进，在服役期内保持和提高其安全性，并为核电厂的延寿创造条件。
为此，IAEA于1994 年颁布了安全导则《运行核电厂的定期安全审查》[1]（5Q-SG-012），并于2003年对导则进行了修订。2013年IAEA又发布了新版《核电厂定期安全审查》[2]（SSG-25）。国家核安全局在1999年相应制定了《运行核电厂的定期安全审查》[3]（HAF 0312草案），并于2006年根据IAEA 2003版导则，经修订正式出版《核动力厂定期安全审查》[4]（HAD103/11），要求已运行核电厂在运行10 年和后续每间隔10年开展一次PSR审查活动。在导则HAD103/11正式发布前，我国已经完成两项定期安全评审（大亚湾核电厂和秦山一期核电厂），目前岭澳核电厂和大亚湾核电厂（第二次）的定期安全审查也已完成。根据中国未来核电发展的规划，核电站的定期安全评审将成为一项长期性的工作。
在法国，EDF已为每个标准化机组系列实施定期安全审查开发出一套通用方法。我国的定期安全评审主要是参考法国EDF的PSR报告及经验反馈并结合导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）来开展，还没形成完整的定期安全评审体系。随着国内电站运行年限和机组数量的增加，建立标准化的定期安全审查体系已经势在必行。
根据导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）的审查要求，核电厂的定期安全审查将分为14个要素进行，设备合格鉴定是其中一个要素。因此，设备合格鉴定要素审查方法的研究对标准化定期安全审查体系的建立具有重要意义。
1.设备合格鉴定要素审查目的
设备合格鉴定的目的是为了保证核电厂安全重要设备能在假设的服役条件下，包括由外部事件和事故（例如失水事故、高能流体管道断裂和地震或其他振动）引起的条件下，以与其安全等级相符的方式执行其安全功能，且该设备在其整个使用寿期内都必须能够满足执行安全功能的要求。其中要考虑在特定时刻该设备所处的环境条件（例如振动、温度、压力、喷射冲击、辐照、腐蚀环境、湿气），并要考虑设备在使用中出现的老化劣化。因此，定期安全审查中对于设备合格鉴定要素审查的目的，就是确定安全重要设备是否在其使用寿期内可执行预定的安全功能。
2.审查方法
如上述所述，设备鉴定是一个持续性的过程，它始于核电厂的设计，直至设备的服役寿期终结（设备鉴定的各阶段见图1）。因此审查活动也要覆盖鉴定设备的整个寿期。就此导则HAD 103/11的附件I提炼出了设备合格鉴定要素审查的11个审查要点，这些要点包络了设备合格鉴定要素审查的基本活动：
（a）设备合格鉴定大纲所包括的设备清单及清单控制程序；
（b）合格鉴定报告和其他支持性文件（例如设备合格鉴定技术要求、合格鉴定计划）；
（c）验证已安装设备与经鉴定合格的设备的一致性；
（d）在设备使用寿期内使设备保持合格的程序；
（e）保证遵守这些程序的机制；
（f）保证合格设备在老化过程中不严重劣化的监督大纲和反馈程序；
（g）监测实际的环境条件；识别放射性热点；
（h）设备故障对设备合格性的影响分析以及为保持设备合格性所采取的适当纠正行动和（或）安全改进；
（i）保护合格设备免受不利环境的影响；
（j）合格设备的实际状态和功能能力（通过巡视予以确认）；
（k）在设备使用寿期内所采取的所有合格鉴定措施的记录。
但上述审查要点涉及广泛的内容和多种专业，不便于审查实施操作，导则也未提出可操作性的指导方法。本文建议审查者根据电厂实际情况进行专题划分，将内容有联系的几个审查要点归入一个审查专题，进行专题审查。通过对核电厂实际情况的深入研究并结合国外的经验反馈，本文建议设备合格鉴定要素审查可分为三大专题进行审查：鉴定设备清单审查、鉴定设备实际状态审查以及设备合格鉴定维护措施审查，该审查活动内容即可覆盖鉴定设备的整个寿期，审查内容也可完全覆盖导则HAD103/11规定的审查内容，同时该审查方法也便于电厂的实施操作。具体的实际审查要点与导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）中规定的要点对应关系见表1。
设备合格鉴定要素审查实施时应先收集核电厂与设备合格鉴定相关的信息，并与原始安全标准、现行安全标准以及最新核安全实践进行对比，找出核电厂设备合格鉴定方面的强弱项。通过对强弱项的评估分析，全面评价核电厂设备合格鉴定方面的符合情况。审查实施流程图可见图2。
2.1鉴定设备清单审查
本专题应审查核电厂鉴定设备清单的完整性和准确性，并根据内外部经验反馈和电厂设备功能分析结果完善鉴定设备清单；同时应对核电厂日常运行期间鉴定设备清单维护的有效性进行审查。
为了便于操作，本专题分3个子专题进行审查，分别是需增补的鉴定设备确定、增补鉴定设备的实际鉴定状态确定和鉴定设备清单控制程序审查。 1）需增补的鉴定设备确定
本子专题应审查核电厂已有鉴定设备清单的完整性和准确性，同时根据外部电厂（包括国外类似电厂）和电厂内部等设备鉴定相关活动的反馈，并通过设备功能分析完善鉴定设备清单。
2）增补鉴定设备的实际鉴定状态确定
本子专题应对子专题1）中增补的鉴定设备的实际鉴定状态进行确定，即通过增补鉴定设备信息收集，评价其现场实际状态是否满足鉴定要求。
3）鉴定设备清单控制程序审查
本子专题应审查核电厂日常运行期间鉴定设备清单维护的有效性，如电厂因系统改进而增补的鉴定设备是否及时反馈在鉴定设备清单中。
2.2鉴定设备实际状态审查
本专题应对电厂鉴定设备的鉴定报告、可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素（包括维修、定期试验、改造、替代、不符合项等）以及现场实际状态等进行审查，确定鉴定设备的实际合格状态是否得到保持，并评价其在未来寿期内是否仍保持满意的合格状态。同时，鉴于信息的不断更新以及技术的高速发展，可能会发现某些鉴定设备的原鉴定情况不满足鉴定要求，或设备的可靠性和安全性还有提升空间，因此审查者应利用外部经验反馈来评价鉴定设备实际状态，并提出纠正行动建议。
本专题审查包括了4个子专题，分别是鉴定设备初始状态审查、对可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素审查、现场目视检查和应用外部经验反馈评价鉴定设备实际状态。各子专题的审查内容如下：
1）鉴定设备初始状态审查
本审查子专题应对核电厂投运时需要鉴定的设备的鉴定状态进行评估和回顾，整理最终安全分析报告（FSAR）中有关设备合格鉴定的文件（包括合格鉴定报告和其他支持性文件），理清国家核安全局对设备合格鉴定审评的基本结论，为后续审查中进行鉴定设备实际状态审查提供依据。
2）对可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素审查
本审查子专题应对电厂鉴定设备的维修记录（大修记录、日常维修记录）、定期试验记录、相关的改造与替代项目记录等进行审查，分析维修、定期试验、改造与替代等活动对鉴定设备实际状态的影响；还须对电厂鉴定设备相关的事件报告和不符合项报告进行审查，分析这些报告中所述的设备故障或异常以及纠正行动对电厂鉴定设备合格状态的影响。通过这些审查确定电厂鉴定设备近十年来的合格状态是否得到保持，并评价其在未来寿期内的合格状态是否仍能得到保持。
3）现场目视检查
本审查子专题应对鉴定设备的现场实际状态进行目视检查，以核实现场所安装的设备是否与有关设计文件中所述的鉴定设备相一致，并进一步确认鉴定设备的现场实际状态。
4）应用外部经验反馈评价鉴定设备实际状态
鉴于信息的不断更新以及技术的高速发展，可能会发现某些鉴定设备的原鉴定情况不满足鉴定要求或设备的可靠性和安全性还有提升空间，因此审查者应利用外部经验反馈来评价鉴定设备实际状态，并提出纠正行动建议。这些外部经验反馈包括国外同类电厂等的良好经验反馈。
2.3设备合格鉴定维护措施审查
本专题应对核电厂在正常运行期间开展的确保已安装鉴定设备在其使用寿期内保持其合格状态的活动而规定的程序和控制措施的合理性进行审查，分析和确定核电厂在设备合格鉴定维护措施方面存在的不足，并提出初步的纠正行动建议。这些活动包括预防性维修、替代与改造、定期监督与检查、备件采购与储存、经验反馈、培训等。
本专题分控制程序、现场环境监控、组织机构和培训4个子专题进行审查，各子专题的审查内容如下：
1）控制程序
本子专题应审查核电厂在正常运行期间开展的确保已安装鉴定设备在其使用寿期内保持其合格状态的活动而规定的程序的完善性和合理性。如应审查鉴定设备的预防性维修程序是否合理，电厂的改造替代活动对鉴定设备的影响是否考虑充分，鉴定设备备件采购及贮存控制要求是否合理等。
2）现场环境监控
本子专题应审查电厂鉴定设备现场工作环境的控制和监测是否有效。如应审查电厂是否有相应设施控制现场环境条件使其满足鉴定设备设计工作环境要求，是否有监测手段可发现鉴定设备现场工作环境的异常情况。
3）组织机构
本子专题应审查电厂是否有一个有利于发现、研究与解决设备合格鉴定相关问题的组织机构；是否设有专门部门或指定设备鉴定协调人来协调电厂各种鉴定设备维护活动的开展。
4）培训
本子专题应审查电厂培训部门是否开设有设备合格鉴定相关培训课程，其培训对象、培训周期是否合理等；审查电厂各相关部门内部培训情况，包括是否开设有设备合格鉴定相关培训课程，跟国内外机构的交流培训情况等。
3结论
本文的目的是为了探索定期安全审查之设备合格鉴定要素的审查方法，通过研究，把设备合格鉴定要素审查分三个专题进行：设备鉴定清单审查、鉴定设备的实际状态审查及设备合格鉴定维护措施审查，三个专题覆盖了导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）规定的所有审查要点。
岭澳核电厂是导则HAD103/11正式发布后第一个开展定期安全审查的核电厂，该电厂利用本文的审查方法开展完成了定期安全审查工作，审查过程有序，可操作性强。
参考文献：
[1]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants. A Safety Guide，No.5Q-SG-012，1994.
[2]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants. No.SSG-25，2013.
[3]国家核安全局. 运行核电厂的定期安全审查（校核稿）. HAF 0312，1999版.
[4]國家核安全局. 核动力厂定期安全审查. HAD 103/11，2006版.
关键词：定期安全审查；设备鉴定；鉴定清单；经验反馈
在世界范围内，核电厂建造已近50 年历史，所建造的运行核电厂已积累了大量正、反两方面的运行和管理经验。此外，在经历了三哩岛和切尔诺贝利核电厂事故后，对核电厂的安全要求和标准有了较大提高。目前世界上正在运行的核电机组中有75%以上机组运行时间达到或超过20年，25%以上机组运行时间达到或超过30 年，大部分核电机组都面临着不同程度的老化问题。为此一些先进国家对核电厂已进行或完成系统性的重新评价，或者稱为定期的安全审查（PSR）。这种评价的目的在于找出核电厂存在的弱项并予改进，在服役期内保持和提高其安全性，并为核电厂的延寿创造条件。
为此，IAEA于1994 年颁布了安全导则《运行核电厂的定期安全审查》[1]（5Q-SG-012），并于2003年对导则进行了修订。2013年IAEA又发布了新版《核电厂定期安全审查》[2]（SSG-25）。国家核安全局在1999年相应制定了《运行核电厂的定期安全审查》[3]（HAF 0312草案），并于2006年根据IAEA 2003版导则，经修订正式出版《核动力厂定期安全审查》[4]（HAD103/11），要求已运行核电厂在运行10 年和后续每间隔10年开展一次PSR审查活动。在导则HAD103/11正式发布前，我国已经完成两项定期安全评审（大亚湾核电厂和秦山一期核电厂），目前岭澳核电厂和大亚湾核电厂（第二次）的定期安全审查也已完成。根据中国未来核电发展的规划，核电站的定期安全评审将成为一项长期性的工作。
在法国，EDF已为每个标准化机组系列实施定期安全审查开发出一套通用方法。我国的定期安全评审主要是参考法国EDF的PSR报告及经验反馈并结合导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）来开展，还没形成完整的定期安全评审体系。随着国内电站运行年限和机组数量的增加，建立标准化的定期安全审查体系已经势在必行。
根据导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）的审查要求，核电厂的定期安全审查将分为14个要素进行，设备合格鉴定是其中一个要素。因此，设备合格鉴定要素审查方法的研究对标准化定期安全审查体系的建立具有重要意义。
1.设备合格鉴定要素审查目的
设备合格鉴定的目的是为了保证核电厂安全重要设备能在假设的服役条件下，包括由外部事件和事故（例如失水事故、高能流体管道断裂和地震或其他振动）引起的条件下，以与其安全等级相符的方式执行其安全功能，且该设备在其整个使用寿期内都必须能够满足执行安全功能的要求。其中要考虑在特定时刻该设备所处的环境条件（例如振动、温度、压力、喷射冲击、辐照、腐蚀环境、湿气），并要考虑设备在使用中出现的老化劣化。因此，定期安全审查中对于设备合格鉴定要素审查的目的，就是确定安全重要设备是否在其使用寿期内可执行预定的安全功能。
2.审查方法
如上述所述，设备鉴定是一个持续性的过程，它始于核电厂的设计，直至设备的服役寿期终结（设备鉴定的各阶段见图1）。因此审查活动也要覆盖鉴定设备的整个寿期。就此导则HAD 103/11的附件I提炼出了设备合格鉴定要素审查的11个审查要点，这些要点包络了设备合格鉴定要素审查的基本活动：
（a）设备合格鉴定大纲所包括的设备清单及清单控制程序；
（b）合格鉴定报告和其他支持性文件（例如设备合格鉴定技术要求、合格鉴定计划）；
（c）验证已安装设备与经鉴定合格的设备的一致性；
（d）在设备使用寿期内使设备保持合格的程序；
（e）保证遵守这些程序的机制；
（f）保证合格设备在老化过程中不严重劣化的监督大纲和反馈程序；
（g）监测实际的环境条件；识别放射性热点；
（h）设备故障对设备合格性的影响分析以及为保持设备合格性所采取的适当纠正行动和（或）安全改进；
（i）保护合格设备免受不利环境的影响；
（j）合格设备的实际状态和功能能力（通过巡视予以确认）；
（k）在设备使用寿期内所采取的所有合格鉴定措施的记录。
但上述审查要点涉及广泛的内容和多种专业，不便于审查实施操作，导则也未提出可操作性的指导方法。本文建议审查者根据电厂实际情况进行专题划分，将内容有联系的几个审查要点归入一个审查专题，进行专题审查。通过对核电厂实际情况的深入研究并结合国外的经验反馈，本文建议设备合格鉴定要素审查可分为三大专题进行审查：鉴定设备清单审查、鉴定设备实际状态审查以及设备合格鉴定维护措施审查，该审查活动内容即可覆盖鉴定设备的整个寿期，审查内容也可完全覆盖导则HAD103/11规定的审查内容，同时该审查方法也便于电厂的实施操作。具体的实际审查要点与导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）中规定的要点对应关系见表1。
设备合格鉴定要素审查实施时应先收集核电厂与设备合格鉴定相关的信息，并与原始安全标准、现行安全标准以及最新核安全实践进行对比，找出核电厂设备合格鉴定方面的强弱项。通过对强弱项的评估分析，全面评价核电厂设备合格鉴定方面的符合情况。审查实施流程图可见图2。
2.1鉴定设备清单审查
本专题应审查核电厂鉴定设备清单的完整性和准确性，并根据内外部经验反馈和电厂设备功能分析结果完善鉴定设备清单；同时应对核电厂日常运行期间鉴定设备清单维护的有效性进行审查。
为了便于操作，本专题分3个子专题进行审查，分别是需增补的鉴定设备确定、增补鉴定设备的实际鉴定状态确定和鉴定设备清单控制程序审查。 1）需增补的鉴定设备确定
本子专题应审查核电厂已有鉴定设备清单的完整性和准确性，同时根据外部电厂（包括国外类似电厂）和电厂内部等设备鉴定相关活动的反馈，并通过设备功能分析完善鉴定设备清单。
2）增补鉴定设备的实际鉴定状态确定
本子专题应对子专题1）中增补的鉴定设备的实际鉴定状态进行确定，即通过增补鉴定设备信息收集，评价其现场实际状态是否满足鉴定要求。
3）鉴定设备清单控制程序审查
本子专题应审查核电厂日常运行期间鉴定设备清单维护的有效性，如电厂因系统改进而增补的鉴定设备是否及时反馈在鉴定设备清单中。
2.2鉴定设备实际状态审查
本专题应对电厂鉴定设备的鉴定报告、可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素（包括维修、定期试验、改造、替代、不符合项等）以及现场实际状态等进行审查，确定鉴定设备的实际合格状态是否得到保持，并评价其在未来寿期内是否仍保持满意的合格状态。同时，鉴于信息的不断更新以及技术的高速发展，可能会发现某些鉴定设备的原鉴定情况不满足鉴定要求，或设备的可靠性和安全性还有提升空间，因此审查者应利用外部经验反馈来评价鉴定设备实际状态，并提出纠正行动建议。
本专题审查包括了4个子专题，分别是鉴定设备初始状态审查、对可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素审查、现场目视检查和应用外部经验反馈评价鉴定设备实际状态。各子专题的审查内容如下：
1）鉴定设备初始状态审查
本审查子专题应对核电厂投运时需要鉴定的设备的鉴定状态进行评估和回顾，整理最终安全分析报告（FSAR）中有关设备合格鉴定的文件（包括合格鉴定报告和其他支持性文件），理清国家核安全局对设备合格鉴定审评的基本结论，为后续审查中进行鉴定设备实际状态审查提供依据。
2）对可能造成或反映鉴定设备合格状态变化的各项因素审查
本审查子专题应对电厂鉴定设备的维修记录（大修记录、日常维修记录）、定期试验记录、相关的改造与替代项目记录等进行审查，分析维修、定期试验、改造与替代等活动对鉴定设备实际状态的影响；还须对电厂鉴定设备相关的事件报告和不符合项报告进行审查，分析这些报告中所述的设备故障或异常以及纠正行动对电厂鉴定设备合格状态的影响。通过这些审查确定电厂鉴定设备近十年来的合格状态是否得到保持，并评价其在未来寿期内的合格状态是否仍能得到保持。
3）现场目视检查
本审查子专题应对鉴定设备的现场实际状态进行目视检查，以核实现场所安装的设备是否与有关设计文件中所述的鉴定设备相一致，并进一步确认鉴定设备的现场实际状态。
4）应用外部经验反馈评价鉴定设备实际状态
鉴于信息的不断更新以及技术的高速发展，可能会发现某些鉴定设备的原鉴定情况不满足鉴定要求或设备的可靠性和安全性还有提升空间，因此审查者应利用外部经验反馈来评价鉴定设备实际状态，并提出纠正行动建议。这些外部经验反馈包括国外同类电厂等的良好经验反馈。
2.3设备合格鉴定维护措施审查
本专题应对核电厂在正常运行期间开展的确保已安装鉴定设备在其使用寿期内保持其合格状态的活动而规定的程序和控制措施的合理性进行审查，分析和确定核电厂在设备合格鉴定维护措施方面存在的不足，并提出初步的纠正行动建议。这些活动包括预防性维修、替代与改造、定期监督与检查、备件采购与储存、经验反馈、培训等。
本专题分控制程序、现场环境监控、组织机构和培训4个子专题进行审查，各子专题的审查内容如下：
1）控制程序
本子专题应审查核电厂在正常运行期间开展的确保已安装鉴定设备在其使用寿期内保持其合格状态的活动而规定的程序的完善性和合理性。如应审查鉴定设备的预防性维修程序是否合理，电厂的改造替代活动对鉴定设备的影响是否考虑充分，鉴定设备备件采购及贮存控制要求是否合理等。
2）现场环境监控
本子专题应审查电厂鉴定设备现场工作环境的控制和监测是否有效。如应审查电厂是否有相应设施控制现场环境条件使其满足鉴定设备设计工作环境要求，是否有监测手段可发现鉴定设备现场工作环境的异常情况。
3）组织机构
本子专题应审查电厂是否有一个有利于发现、研究与解决设备合格鉴定相关问题的组织机构；是否设有专门部门或指定设备鉴定协调人来协调电厂各种鉴定设备维护活动的开展。
4）培训
本子专题应审查电厂培训部门是否开设有设备合格鉴定相关培训课程，其培训对象、培训周期是否合理等；审查电厂各相关部门内部培训情况，包括是否开设有设备合格鉴定相关培训课程，跟国内外机构的交流培训情况等。
3结论
本文的目的是为了探索定期安全审查之设备合格鉴定要素的审查方法，通过研究，把设备合格鉴定要素审查分三个专题进行：设备鉴定清单审查、鉴定设备的实际状态审查及设备合格鉴定维护措施审查，三个专题覆盖了导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）规定的所有审查要点。
岭澳核电厂是导则HAD103/11正式发布后第一个开展定期安全审查的核电厂，该电厂利用本文的审查方法开展完成了定期安全审查工作，审查过程有序，可操作性强。
参考文献：
[1]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants. A Safety Guide，No.5Q-SG-012，1994.
[2]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants. No.SSG-25，2013.
[3]国家核安全局. 运行核电厂的定期安全审查（校核稿）. HAF 0312，1999版.
[4]國家核安全局. 核动力厂定期安全审查. HAD 103/11，2006版.